Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
見上 寿*
第9回放射線遮へい国際会議, 0 Pages, 1999/00
1993年10月に、高速増殖原型炉もんじゅの性能試験として、新燃料貯蔵設備、燃料出入設備、炉内中継装置の燃料貯蔵取扱設備について、新燃料集合体または中性子源集合体を泉源とし、レムカウンタ、電離箱サーベイメータ、固体飛跡検出器、TLDを用いて、
線、中性子線を測定し、遮へい性能に関するデータを取得した。2次元輸送計算手法により試験解析を実施し、解析結果と測定結果との相違の程度を確認するとともに、設計上の線源条件での解析結果から設計余裕を確認した。
沢 和弘; 塩沢 周策; 新藤 雅美; 田沢 勇次郎*; 伊与久 達夫*; 山口 幸四郎*; 見上 寿*; 北野 匡四郎
JAERI-M 91-158, 69 Pages, 1991/10
高温工学試験研究炉(HTTR)の立地評価のため重大事故及び仮想事故の評価を行った。これらの事故を評価する目的は、対象となる原子炉施設と周辺の公衆との隔離が適切に確保されていることを示すことである。HTTRは、燃料として被覆燃料粒子、減速材及び炉心構造材として黒鉛を用いた高温ガス炉であり、事故条件下においても急激な温度の上昇が無く、燃料粒子被覆層の瞬時大量破損は生じない。従って、立地評価事故の事象選定及び線量評価は、軽水型原子炉と異なる方法で行っている。HTTRの重大、仮想事故としては、1次冷却設備二重管破断事故を選定した。線量の評価にあたっては、HTTRの特徴を考慮して、炉心内に蓄積している核分裂生成物の時間遅れ(時間依存)放出を仮定した。本報は、HTTRの立地評価事故の事象選定の考え方、線量評価方法、評価結果について述べたものである。
沢 和弘; 見上 寿*; 斎藤 伸三
Energy, 16(1-2), p.459 - 470, 1991/00
被引用回数：9 パーセンタイル：69.46(Thermodynamics)高温工学試験研究炉(HTTR)の通常運転時における被ばく評価を行うために、1%の被覆層破損率を仮定して核分裂生成物の放出量計算を行なった。炉心から排気筒までの放出過程を考慮し、計算に当たって連続放出と間欠放出を評価した。HTTRの年間の実効線量当量は0.77
Sv/yとなり、十分小さい値であることが示された。
沢 和弘; 見上 寿*; 田沢 勇次郎*; 塩沢 周策
Proc. of the Behaviour of Gas Cooled Reactor Fuel Under Accident Conditions, p.117 - 123, 1991/00
HTTRの安全評価において、1次冷却設備二重管破断事故時の被ばく評価を行っている。この事故時には、燃料温度は長期間にわたって比較的高温になる。従って、核分裂生成物の追加放出を考慮する必要がある。減圧事故時に炉心から放出される核分裂生成物の量を計算するために、HTCOREコードを開発した。本コードは、事故時に炉心から放出される核分裂生成物量を、放出速度を基に時間依存で計算する。HTTRの減圧事故時に炉心から原子炉格納容器内に追加放出される核分裂生成物の量は、希ガス4.8
10
MeV・Bq、よう素-131、5.510Bq、セシウム-137、2.610
Bqと評価された。
沢 和弘; 見上 寿*; 塩沢 周策
The Safety,Status and Future of Non-Commercial Reactors and Irradiation Facilities,Vol. 1, p.74 - 80, 1990/10
本報は、高温工学試験研究炉(HTTR)の安全評価における減圧事故の被ばく評価方法、特に核分裂生成物の放出量の評価方法及び検証結果について発表するものである。減圧事故時の被ばく評価結果は判断基準を満足することが確認された。
見上 寿*; 鈴木 勝男; 三竹 晋*; 平野 光将
JAERI-M 88-256, 47 Pages, 1988/12
本コードは、高温ガス炉の事故発生後の炉心温度挙動を入力とし、被覆燃料粒子の破損割合、核分裂生成物(FP)の被覆燃料粒子、燃料コンパクト及び黒鉛スリーブからの放出率、FPの崩壊過程を考慮して炉心からのFP放出量の解析を行うものである。計算上取扱える核種は50崩壊連鎖、149核種であり、安全解析上重要と考えられる全ての核種を含んでいる。また、崩壊定数、崩壊分岐率等のFPの定数、被覆燃料粒子からのFP放出率、黒鉛中の拡散係数などが、全て計算コード内に内蔵されている。本コードは、高温工学試験研究炉(HTTR)の減圧事故後の炉心の温度変化によって炉心から追加放出されるFPの放出量解析に用いている。
見上 寿*
第9回放射線遮へい国際会議, ,
1993年10月に、もんじゅ性能試験として、新燃料貯蔵設備、燃料出入設備、炉内中継装置の燃料貯蔵取扱設備について、新燃料集合体または中性子源集合体を線源とし、レムカウンタ、電離箱サーベイメータ、固体飛跡検出器、TLDを用いて、線、中性子線を測定し、遮へい性能に関するm ーjを取得した。2次元輸送計算手法により試験解析を実施し、解析結果と測定結果との相違程度を確認するとともに、設計上の線源条件での解析結果から設計余裕を確認した。
小野崎 公宏*; 佐藤 淳也; 鈴木 眞司*; 加藤 潤; 榊原 哲朗; 中澤 修; 目黒 義弘; 見上 寿*; Platzka, M.*; Blazsekova, M.*
no journal, ,
福島第一原子力発電所における汚染水処理によって発生したスラッジの模擬物を、ジオポリマー固化材を用いて固化し、一軸圧縮強度や溶出特性等を調査した。ジオポリマー固化材は、チェコ共和国やスロバキア共和国で樹脂やスラッジ等の実廃棄物の固化に実績を持つ、Amec Foster Wheeler社のジオポリマー固化材"SIAL"を用いた。試験の結果、養生に伴い強度は向上し、28日目には約20MPaとなった。また、溶出試験を実施し、核種の保持性の高さを確認した。ジオポリマー固化材SIALが汚染水処理二次廃棄物の固形化材として、一定の適応性を持っていることを確認した。
